- •Утверждаю
- •Характеристика района и площадки исследовательского реактора ир
- •Историческая справка
- •Головные организации при сооружении ир ирт-т
- •Характеристика площадки
- •География и демография
- •Метеорология
- •Инженерно-геологические и гидрологические условия площадки
- •Сейсмичность площадки реактора
- •Влияние на безопасность ир явлений природного и
- •Здания и сооружения, размещенные на территории площадки реактора
- •Радиационная нагрузка персонала и населения в окрестности в нормальных условиях
- •Общие положения и подходы к проектированию зданий, сооружений, систем и элементов ир
- •2.1. Основные принципы и критерии безопасности
- •2.2. Технические мероприятия по обеспечению безопасности
- •2.2.1. Перечень контролируемых параметров
- •2.2.2. Контроль качества при изготовлении и монтаже наиболее важных узлов и устройств реактора
- •2.2.3. Периодическая проверка работоспособности систем и устройств реактора
- •Описание конструкции и характеристик ир ирт-т, его систем и оборудования
- •3.1. Общее описание реактора
- •3.1.1. Тип и назначение реактора, его основные параметры
- •3.1.2. Здание и оборудование реактора
- •Экспликация помещений
- •3.1.3. Классификация систем и элементов реактора
- •3.1.4. Системы и элементы нормальной эксплуатации реактора ирт-т
- •Системы и элементы безопасности реактора
- •3.1.6. Перечень оборудования и трубопроводов реактора ирт-т с подразделением их на классы безопасности и группы согласно нп-033-01 и пн аэ г-7-008-89 (Правил аэу).
- •3.1.7. Номенклатура оборудования и трубопроводов реактора ирт-т, подлежащих регистрации в Госатомнадзоре рф
- •3.2. Системы нормальной эксплуатации, важные для безопасности
- •3.2.1. Активная зона и отражатель
- •3.2.1.1. Характеристики ядерного топлива
- •3.2.1.2. Нейтроно-физические характеристики реактора
- •3.2.1.3. Теплогидравлические характеристики реактора
- •Система охлаждения реактора
- •3.2.2.1. Первый контур
- •Второй контур
- •3.2.2.3. Система водоподготовки и снабжения реактора обессоленной водой
- •3.2.2.4. Система очистки воды первого контура
- •3.2.2.5. Система охлаждения биологической защиты
- •Система контроля и управления
- •3.2.3.1. Система контроля мощности
- •3.2.3.2. Система управления
- •3.2.3.3. Система контроля технологических параметров
- •3.2.3.4. Система радиационного дозиметрического контроля
- •3.2.4. Биологическая защита
- •3.2.5. Экспериментальное оборудование и устройства
- •3.2.6. Система перегрузки топлива
- •3.2.7. Система электроснабжения
- •3.2.9. Спецканализация и очистка сбросных вод
- •3.2.10. Водоснабжение реактора и экспериментальных устройств
- •3.2.11. Оборудование для хранения топлива
- •3.2.11.1.Хранилище свежего топлива
- •3.2.11.2. Хранилище отработанного топлива
- •3.2.12. Оборудование для хранения радиоактивных отходов.
- •3.3. Системы безопасности.
- •3.3.1. Защитные системы безопасности.
- •3.3.1.1. Аварийная защита реактора.
- •3.3.1.2. Система аварийного охлаждения реактора.
- •3.3.1.3. Система пожаротушения
- •3.3.2. Управляющие системы безопасности
- •3.3.2.1. Аппаратура каналов защиты по превышению уровня и скорости изменения плотности нейтронного потока (мощности) реактора.
- •3.3.2.3. Система логики суз (система блокировок)
- •3.3.3. Локализирующие системы безопасности
- •3.3.3.1. Система спецканализации описана в п. 3.2.9.
- •3.3.3.3. Система спецвентиляции.
- •3.3.4. Обеспечивающие системы.
- •3.3.4.1. Система аварийного электроснабжения.
- •3.3.4.2. Система аварийного водоснабжения.
- •4. Анализ безопасности реактора
- •4.1. Основные принципы и критерии безопасности ир.
- •4.2. Перечень исходных событий аварий.
- •4.3. Анализ отдельных исходных событий проектных аварий.
- •4.3.1. Анализ последствий аварийной ситуации, возникающей при остановке насосов первого контура.
- •4.3.2. Анализ последствий аварийной ситуации, вызванной самопроизвольным извлечением органов регулирования.
- •4.3.3. Анализ последствий аварийной ситуации, вызванной незапланированным вводом положительной реактивности при проведении перегрузочных работ.
- •4.3.4. Разрывы горизонтальных экспериментальных каналов (гэКов) реактора.
- •4.3.4.1. Разрыв радиального гэка диаметром 100 мм
- •4.3.4.2. Разгерметизация касательного канала гэк-4 диаметром 150 мм.
- •Разрывы трубопроводов первого контура системы теплоотвода от реактора
- •4.3.5.1. Разрыв всасывающего трубопровода после задерживающей емкости.
- •4.3.5.2. Разрыв всасывающего трубопровода после биологической защиты.
- •4.3.5.3. Разрыв напорного трубопровода в точке "в".
- •4.3.5.4. Разрыв трубопровода между одним из насосов и напорным коллектором.
- •4.3.6. Нарушение герметичности тепловыделяющего элемента.
- •4.3.7. Заклинивание рабочих органов суз.
- •Блокировка расхода теплоносителя через твс (проектная авария с максимальными радиационными последствиями).
- •Разгерметизация перегородки между верхней и нижней полостью бака.
- •Разгерметизация генератора активности радиационного контура.
- •Разгерметизация фланцевого соединения радиационного контура.
- •Разгерметизация фланцевого соединения гэк-1.
- •Падение груза на настил бассейна реактора.
- •Пожар в пультовой реактора, приводящий к обрывам и коротким замыканиям в цепях управления и защиты.
- •Разрушение опорной решетки активной зоны.
- •Отключение второго контура охлаждения.
- •Анализ отдельных исходных событий запроектных аварий.
- •4.4.1. Разрыв касательного гэка диаметром 150 мм.
- •4.4.1.1. Радиационные последствия разрыва касательного гэКа-1
- •4.4.2. Оценка возможности образования критических масс при запроектных авариях с расплавлением активной зоны ир.
- •4.4.3. Анализ безопасности ир при потере внешних и внутренних источников электроэнергии.
- •4.4.4. Анализ последствий аварийной ситуации, возникающей при остановке насосов первого контура с наложением полного отказа аварийной защиты.
- •4.4.5. Анализ последствий аварийной ситуации, вызванной самопроизвольным извлечением стержня автоматического регулирования при полном отказе аварийной защиты.
- •4.4.6. Анализ последствий запроектной аварии, вызванной незапланированным вводом положительной реактивности при проведении перегрузочных работ.
- •4.5. Анализ ответов суз на возможные неисправности.
- •4.5.1. Структура суз и характеристики используемых каналов даны в п. 3.2.3.
- •4.5.2. В данном разделе проведен анализ отказов в суз и их последствий по основным функциям системы, обеспечивающим безопасность реактора.
- •4.5.3. Анализ отказов в суз по функции аз.
- •4.5.4. Отказы в системе автоматического регулирования мощности.
- •4.5.5. Влияние отказов в источниках питания суз на их выходные параметры.
- •4.5.6. Влияние единичных отказов в логических и исполнительных цепях суз на ее работу.
- •4.5.7. Влияние отказов в длинных линиях по общей причине на ответы в аппаратуре суз.
- •Организация эксплуатации.
- •5.2. Ремонтные и перегрузочные работы.
- •5.2.1. Регламент проведения ремонтных работ.
- •5.2.3. Регламент проведения перегрузочных работ.
- •Загрузка новой активной зоны реактора.
- •5.3.1. Физический пуск реактора.
- •5.3.2. Энергетический пуск.
- •Эксплуатационные пределы и пределы безопасной эксплуатации.
- •Условия безопасной эксплуатации. Поддержание условий безопасной эксплуатации.
- •7.1. Планово-профилактические работы (ппр), контроль металла, технические освидетельствования оборудования и трубопроводов ир ирт-т.
- •7.2. Госповерка приборов суз и кип, испытания и проверка функционирования систем безопасности.
- •7.3. Внесение изменений в конструкцию систем и элементов. Изменение пределов и условий безопасной эксплуатации ир.
- •7.4. Проведение ядерно-опасных и исследовательских работ на ир ирт-т.
- •7.5. Перечень отступлений от нормативных документов:
- •7.5.1. Фильтры очистки воды первого контура.
- •Задерживающая емкость первого контура.
- •7.5. 3. Всасывающий трубопровод первого контура.
- •Трубопроводы второго контура, расположенные под землей.
- •Система аварийного расхолаживания.
- •Задерживающая емкость первого контура.
- •Корпуса гцн (х280/29т).
- •Оборудование и трубопроводы первого контура.
- •Арматура I контура.
- •Крепеж фланцевых соединений.
- •Предохранительные устройства.
- •Сварные соединения фланцев на трубопроводах.
- •Радиационная безопасность. Система радиационного контроля на ир.
- •9.Учет и контроль ядерных материалов (ям).
- •9.2. Описание системы учета и контроля ям.
- •9.3. Ответственность за учет и контроль ям, проведение физической инвентаризации.
- •10. Безопасность при обращении и транспортировании радиоактивных отходов.
- •11. Физическая защита. Меры по охране ир
- •11.1. Инженерно-технические средства физической защиты ир.
- •11.2. Организационные мероприятия по физической защите ир.
- •12. План аварийных мероприятий.
- •12.1. Основные понятия и определения аварийных состояний на реакторе.
- •12.2. Действия персонала при возникновении предаварийных ситуаций.
- •12.3. Действия персонала при незапланированном вводе положительной реактивности.
- •12.4. Действия персонала при повреждении оболочек твэлов в активной зоне реактора.
- •12.5. Действия персонала при разгерметизации горизонтального экспериментального канала.
- •12.6. Действия персонала при блокировке расхода теплоносителя через твс.
- •12.7. Действия персонала при разгерметизации трубопроводов или оборудования первого контура.
- •12.8. Действия персонала при отказах приборов и оборудования технологических систем реактора.
- •12.9. Действия персонала при выпадении облученных материалов или изделий из контейнера при его транспортировке внутри здания.
- •12.10. Действия персонала при исчезновении напряжения 380в (основного источника энергоснабжения).
- •12.11. Действия персонала реактора при возникновении пожара.
- •12.12. Действия персонала реактора при возникновении запроектной аварии.
- •12.13. Тренировки персонала реактора.
- •13. Обеспечение качества.
- •13.2. Ведение технологических процессов.
- •Ремонт оборудования и систем.
- •Метрологическое обеспечение эксплуатации и испытаний.
- •13.5. Периодические опробования и испытания систем и оборудования.
- •13.6. Получение, обращение и хранение материалов и оборудования.
- •13.7. Ведение эксплуатационной документации.
- •13.8. Организация сбора, обобщения данных о дефектах, отказах оборудования, нарушений в работе ир, передача информации проектным организациям, органам надзора.
- •Определение состояния эксплуатируемого оборудования и систем, замена оборудования (эксплуатационный контроль металла, контроль технологических параметров).
- •13.10. Работа с персоналом ир (подготовка персонала, аттестация, повышение квалификации).
- •13.11. Авторский надзор за эксплуатацией.
- •13.12. Выполнение мероприятий по повышению надежности и безопасности ир.
- •13.13. Замена приборов, средств информационно-вычислительной техники, модернизация ир.
- •13.14. Выполнение мероприятий по гражданской обороне.
- •13.15. Проведение ревизий, пересмотр программы.
- •14. Вывод ир из эксплуатации.
- •14.1. Предельные сроки работы основного оборудования.
- •15. Перечень нормативной документации, требования которой распространены на ир.
3.2.3.3. Система контроля технологических параметров
Система обеспечивает измерение параметров первого и второго контуров системы охлаждения реактора, контура охлаждения биологической защиты, контура водоочистки, а также параметров системы специальной вентиляции.
В первом контуре производится измерение расхода теплоносителя, давления и температуры в различных точках контура, температуры и уровня воды в бассейне, перепада давления на активной зоне.
Во втором контуре и контуре охлаждения биологической защиты измеряются: расход теплоносителя, давление и температура теплоносителя в различных точках контуров.
В контуре водоочистки измеряются; расход воды, давление в различных точках контура и удельная электрическая проводимость воды до и после ионообменных фильтров.
В системе специальной вентиляции измеряется расход воздуха и разрежение в различных точках воздуховодов.
Перечень измеряемых параметров приводится в таблице 15. В таблице указано также, куда выведен сигнал: на местный прибор (МП), щит оператора (ЩО), предупредительную сигнализацию (ПС), аварийную защиту (АЗ).
Для измерения и контроля расхода воды во всех контурах охлаждения установлены расходомеры, в комплект которых входят: камерные диафрагмы ДК-6, датчики Сапфир-22МТ, узкопрофильные миллиамперметры типа М1830К и сигнализирующие устройства П1730.
Для контроля давления в трубопроводах I и II контуров установлены манометры типа МП4-УУ2.
Для контроля давления и сигнализации при отклонении от нормальных пределов установлены преобразователи избыточного давления ЗОНД10-ИД в комплекте с миллиамперметрами М1830К и 3-х позиционные сигнализирующие устройства П1730.
Для контроля перепада давления на активной зоне установлен преобразователь ЗОНД10-ДД в комплекте с узкопрофильным прибором М1830К и сигнализирующим устройством П1730.
Датчиками для измерения температуры являются платиновые термометры сопротивления типа ТСП-037К в комплекте с преобразователями измерительными типа ПТ-ТС-68, узкопрофильным 12-ти канальным прибором типа М1742.
Для контроля уровня воды в бассейне реактора установлен преобразователь гидростатического давления ЗОНД10-ГД в комплекте с узкопрофильным прибором М1830К и сигнализирующим устройством П1730.
Показания прибора выведены на пульт реактора.
Сигнализация снижения уровня воды в бассейне на 0,3 м от нормального уровня выведена на вахту реактора от отдельного датчика типа С57-2 в комплекте с полупроводниковым сигнализирующим реле типа СПР-04-В.
Контроль наличия воды в приямках помещений I и II контуров системы охлаждения реактора производится сигнализаторами типа С57-2 в комплекте с реле типа СПР-04-В.
Измерение удельного сопротивления воды первого контура охлаждения до и после фильтров производится прибором ПС-1 в комплекте с датчиками.
Контроль разряжения воздуха в системе спецвентиляции контролируется тягонапорометрами сильфонными типа ТНС-Э1.
Таблица 15.
Перечень измеряемых технологических параметров.
№№ п/п |
Наименование параметра |
Ед. измере-ния |
Куда выведен сигнал или параметр |
Точность измерения, % |
Пределы измерения |
|||
МП |
ЩО |
ПС |
АЗ |
|
|
|||
1 |
2 |
3 |
4 |
5 |
6 |
7 |
8 |
9 |
Первый контур |
||||||||
1. |
Расход теплоносителя |
м3/ч |
- |
+ |
+ |
+ |
0,25 |
0-1250 |
2. |
Температура теплоносителя на входе в активную зону |
°С |
- |
+ |
+ |
+ |
2,0 |
0-50 |
3. |
Температура теплоносителя на выходе из активной зоны |
°С |
- |
+ |
- |
- |
2,0 |
0-50 |
4. |
Перепад температур на активной зоне |
°С |
- |
+ |
+ |
+ |
2,0 |
0-10 |
5. |
Температура теплоносителя в верхней части бака реактора |
°С |
- |
+ |
- |
- |
2,0 |
0-50 |
6. |
Температура теплоносителя на входе в теплообменники |
°С |
- |
+ |
- |
- |
2,0 |
050 |
7. |
Температура теплоносителя на выходе из теплообменников |
°С |
- |
+ |
- |
- |
2,0 |
0-50 |
8. |
Перепад давления теплоносителя на активной зоне |
м Н20 |
- |
+ |
+ |
+ |
0,25 |
0-6 |
9. |
Давление теплоносителя в напорном коллекторе |
кгс/см2 |
+ |
+ |
+ |
+ |
0,25 |
0-6 |
10. |
Давление теплоносителя в напорных трубопроводах ГЦН |
кгс/см2 |
+ |
- |
- |
- |
0,25 |
0-6 |
11. |
Расход теплоносителя контура расхолаживания активной зоны |
м3 /ч |
- |
+ |
+ |
+ |
0,25 |
0-60 |
12. |
Давление теплоносителя контура расхолаживания |
кгс/см2 |
+ |
+ |
+ |
+ |
0,25 |
0-6 |
13. |
Уровень воды в баке реактора (два канала) |
м |
- |
+ |
+ |
+ |
0,25 |
6-7,4 |
Второй контур.
|
||||||||
14. |
Расход теплоносителя |
м3 /ч |
- |
+ |
+ |
+ |
0,25 |
0-1250 |
15. |
Температура теплоносителя на входе в теплообменники |
°С |
- |
+ |
- |
- |
2,0 |
0-50 |
16. |
Температура теплоносителя на выходе из теплообменников |
°С |
- |
+ |
- |
- |
2,0 |
0-50 |
17. |
Давление теплоносителя в напорном коллекторе |
кгс/см2 |
+ |
+ |
+ |
+ |
0,25 |
0-6 |
1 |
2 |
3 |
4 |
5 |
6 |
7 |
8 |
9 |
18. |
Давление теплоносителя в напорных трубопроводах насосов |
кгс/см2 |
+ |
- |
- |
- |
0,25 |
0-6 |
Система водоочистки первого контура.
|
||||||||
19. |
Расход воды |
м3ч |
+ |
- |
+ |
- |
0,25 |
0-12,5 |
20. |
Давление воды перед ионообменными фильтрами |
кгс/см2 |
+ |
- |
- |
- |
0,25 |
0-6 |
21. |
Удельное сопротивление воды до и после ионообменных фильтров. |
МОм/см |
- |
+ |
- |
- |
2,0 |
0-20 |
Система охлаждения биологической защиты.
|
||||||||
22. |
Расход воды через теплообменник |
м3/ч |
- |
+ |
+ |
- |
0,25 |
0-25 |
25. |
Давление воды в напорном трубопроводе до змеевиков |
кгс/см2 |
- |
+ |
- |
- |
0,25 |
0-6 |
24. |
Давление воды после насоса |
кгс/см2 |
- |
+ |
- |
- |
0,25 |
0-6 |
25. |
Температура воды на выходе из змеевика днища бака |
°С |
- |
+ |
- |
- |
2,0 |
0-50 |
26. |
Температура воды на выходе из змеевика между старым и новым баками |
°С |
- |
+ |
- |
- |
2,0 |
0-50 |
27. |
Температура воды на выходе из змеевика стенки старого бака |
°С |
- |
+ |
- |
- |
2,0 |
0-50 |
28. |
Температура воды на выходе из теплообменника |
°С |
- |
+ |
- |
- |
2,0 |
0-50 |
29. |
Расход воды через теплообменники II контура охлаждения защиты |
м3/ч |
+ |
- |
- |
- |
0,25 |
0-25 |
30. |
Температура воды после теплообменников II контура охлаждения защиты |
°С |
- |
+ |
- |
- |
2,0 |
0-50 |
Система возврата воды через душирующее устройство |
||||||||
31. |
Расход воды |
м3/ч |
+ |
- |
+ |
- |
1,5 |
0-25 |
32. |
Давление после насосов |
кгс/см2 |
+ |
- |
+ |
- |
1,5 |
0-6 |
1 |
2 |
5 |
4 |
5 |
6 |
7 |
8 |
9 |
Спецвентиляция.
|
||||||||
33. |
Расход воздуха общий |
м3/ч |
- |
+ |
+ |
- |
2,5 |
0-5200 |
34. |
Разряжение под настилом бака реактора |
мм. вод. ст. |
+ |
+ |
- |
- |
2,5 |
0-25 |
35. |
Разряжение до и после угольных фильтров ФП-300 |
мм. вод. ст. |
+ |
|
|
|
2,5 |
0-250 |
36. |
Разряжение до и после аэрозольных фильтров 4Ф-00 |
мм. вод. ст. |
+ |
- |
- |
- |
2,5 |
0-250 |